核破砕中性子源用結合型減速材容器の熱流動実験及び解析評価

Thermal-hydraulic experiments and analyses of coupled moderator vessel for spallation neutron source

麻生 智一 ; 佐藤 博; 神永 雅紀  ; 日野 竜太郎; 門出 政則*

Aso, Tomokazu; Sato, Hiroshi; Kaminaga, Masanori; Hino, Ryutaro; Monde, Masanori*

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは、過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、減速材容器の効率的な冷却が要求される。そこで、水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を採用した。減速材容器は約1.5Lの円筒形である。まず、小さい空間内における衝突噴流挙動を把握するためにPIVを用いて水による可視化実験を行った。併せて、衝突噴流部の熱伝達特性を実験的に求めた。噴流管高さと内径の比が1.0では、流動解析結果は流れ場の状況及び熱伝達率をよく再現した。

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